AP1000核电站应对福岛事故适应性分析

AP1000核电站应对福岛事故适应性分析

余庆丰

山东核电有限公司 265100

[摘要]:

本文在假设海阳核电站发生福岛事故的情况下，通过分析并使用AP1000规程缓解事故，了解严重事故管理导则应对福岛事故的适应性。

关键词：严重事故管理导则；福岛事故；适应性。

1. 引言：

AP1000核电站的设计中充分考虑预防和缓解严重事故的措施，并根据一系列的事故假设设置异常运行规程(AOP)，应急运行规程(EOP)和严重事故管理导则(SAMG)。并且AP1000核电站设计有独有的非能动安全系统，包括非能动堆芯冷却系统，非能动安全壳冷却系统，能够防止冷却剂高压熔堆的自动泄压系统，缓解事故下氢气积聚的氢气控制系统，保证事故下主控室仍可用的主控室应急可居留系统。在AP1000的规程体系中，SAMG专门用于缓解超出设计基准事故范围的严重事故。本文假设海阳核电站出现福岛事故的事故序列，并分析并使用AP1000的规程缓解事故，了解SAMG应对福岛事故的适用性。

2. 事故分析：

2.1、现有规程类型及功能

AP1000核电站的规程体系，包括总体规程(GOP)、系统规程(SOP)、异常处理规程(AOP)、报警响应规程(ARP)、应急规程(EOP)、监督试验规程(STP)、事故后72小时处理规程以及严重事故处理导则(SAMG)。严重事故管理导则SAMG是在发生严重事故下，指导操纵员面临更严重的挑战的规程。

2.2、事故分析

2.2.1、福岛核事故简要分析

福岛事故的地震发生后，福岛第一核电站1号、2号、3号反应堆响应正确，反应堆安全停堆，且在此次地震中，整个反应堆厂房和安全壳（包括压力容器）都经受住了地震的影响，并未造成损坏。在反应堆紧急停堆后，正常情况下电站余热导出系统需要电源支持的泵类等能动设备完成以导出堆芯余热，但由于地震的影响，导致厂外电源完全丧失，设置应急柴油发电机作为厂内备用应急电源，为重要设备和安全设备提供电源，保证反应堆余热导出。事故至此阶段，核电站操纵员均按照原有E规程进行了正常的操作。随后产生的海啸，又使柴油机设备受到损坏，安全相关的能动设备及余热导出系统由于失去所有电源，而停止运行。

2.2.2、AP1000类似事故下的规程执行分析

从AP1000的规程设计分析，现有的规程除能应对正常设计基准事故外，即使发生全部交流电源失去事故，在72小时内也能指导操纵员进行操作，在72小时后，如果交流电源和外部水源能恢复，也能指导操纵员进行操作。

福岛核事故背景下的规程响应分析：假设发生类似于福岛事故演变的情况进行分析，随着时间的推移，反应堆主要面临几个方面的问题：

一：福岛反应堆堆芯考自身无法提供长期的补水。

根据AP1000分析可知，在事故初期，AP1000的非能动堆芯冷却系统及自动泄压系统动作，堆芯补水箱、非能动余热排出热交换器、蓄压箱、安全壳内置换料水箱IRWST根据事故状态相继动作，向堆芯内注入含硼水，确保堆芯得到足够冷却。当电站转长期冷却阶段后，可使用移动式补水装置通过RNS系统的一个位于安全壳外的法兰向堆芯注水。

如堆芯已开始融化且ADS已动作，则根据DFC执行SAG-1规程（向安全壳内注水），接着根据电厂工况选择通过安全壳喷淋通道或IRWST补水通道的两个通道之一（如有其他非常规手段也可以考虑）。参考CA-4规程（安全壳水位和容积），选择合适的策略，并根据各个补水方式的有利和不利影响，选择可以将安全壳内水位提高到Hi-5水位的流道和水泵、水源，对安全壳内补水，并在补水完毕后长期监视安全壳关键参数。

二：福岛反应堆产生的热量无法有效的带出。

根据AP1000分析可知，PRHR HX和非能动安全壳冷却系统PCS动作，通过安全壳内的蒸发冷凝和安全壳外的自然对流冷却堆芯。PCS系统能在事故发生后72小时为安全壳外壁提供水幕喷淋。

如通过SG冷却堆芯的流道也可用，则根据DFC执行SAG-3规程（向SG注水），接着根据电厂工况选择主给水泵或启动给水泵，根据各个补水方式的有利和不利影响，以及判断打开给水隔离阀是否会造成放射性释放，选择合适的水泵和水源， 识别破损SG，决定对哪一个SG补水或两个SG都补水，确保SG导出堆芯热量，并在补水完毕后长期监视安全壳关键参数。

三：福岛由于堆芯产生部分裸露，发生严重的锆水反应，产生大量的氢气。

根据现有的SAMG规程，当氢气大量产生时，需要通过DFC引导进入SAG-7规程（降低安全壳氢气浓度），并结合CA-3规程（安全壳内氢气燃烧浓度）进行分析，选择不同的氢气控制策略，执行操作以降低氢气浓度，防止安全壳压力和温度瞬变过高破坏安全壳完整性，并进行长期效应分析及监测，如防止地坑放射性分解和腐蚀产生氢气，应调节地坑PH度，并及时打开氢气点火器。其中关键的氢气控制策略选择，则应根据CA-3规程计算得出的结果，判断安全壳氢气的状况，并根据各个策略有利和不利影响选择合适的策略。例如有意识的点燃氢气这个策略，其有利影响是短期内缓解安全壳内的氢气积聚，不利影响是安全壳内压力和温度会在点火时发生瞬变可能会影响安全壳完整性，且打开CMT隔间的氢气点火器时会造成安全壳内氢气分布不均匀。

四：福岛应急电源迟迟未能提供，福岛第一核电站使用的直流电根据信息分析仅工作了8个小时，在应急直流电源丧失后，失去了所有电源，仪表及重要阀门的控制电源也丧失，堆芯及相关参数的监测手段可能丧失，影响了对事故处理判断的准确性，放射性物质的外泄使现场工作也难以开展。

AP1000系统中，为安全相关系统的重要阀门供电的1E级直流和UPS系统IDS，能在事故后24小时内向直流用户供电，并能在事故后72小时内向事故后监测仪表供电，从而保证了堆芯和关键参数得到有效监测。而非IE级直流和UPS系统EDS，也能为氢气点火器供电6小时。在事故发生72小时后，如果IDS的蓄电池已完全放电，则可以执行ECS-720（事故后72小时运行：辅助柴油发电机）向主控室照明和通风、仪控间通风、QDPS盘台照明、PCS循环泵等有限的几个用户供电，保证长期冷却能力。如果海啸同时摧毁了辅助柴油发电机，则还可以考虑从厂外紧急调运柴油发电机供电。

AP1000的乏燃料水池布置在安全壳外，具有核岛等级的抗震能力。其水装量能在冷却系统丧失后72小时内不发生沸腾，且可以通过安全相关的水源进行补水，以保证乏燃料的冷却。根据规程PCS-720（事故后72小时运行：非能动安全壳冷却），可以使用的安全相关水源包括重力注入的CWP、CLP、PCCWST，以及非安全相关水源包括通过PCS循环泵或厂外临时泵注水的PCCAWST、厂外临时水源。补水管线可利用现有的从PCCAWST到PCCWST的补水管线，或使用长期补水用的开口法兰外接临时泵和水源。

3. 结论

通过以上事故分析可知，福岛事故在海阳核电站的事故分析中属于设计基准事故范围内，通过使用AOP、EOP等规程可有效缓解事故，防止事故升级。即使发生假想的事故升级，发生如福岛事故后期中的各种严重的事故后果时，通过使用事故后72小时规程和SAMG也能缓解这些后果。事故处理规程均是被动地对事故发生后的响应，而其能正确响应的前提就是电源和热阱（包括直流电和非能动热阱）的可获得。然而福岛核电站事故表明，在发生极端自然灾害时，电源和热阱也是有可能失去的。对于AP1000的机组，极端自然灾害也可能会使电源和热阱（包括直流电和非能动热阱）丧失。在这样的情况下现有的规程将是无法执行的。因此在有电源和热阱的前提下，SAMG是适用于缓解福岛事故的。所以除了在技术上采取措施保证电源和热阱的可靠性外，还应有一系列的规程应对极端自然灾害对电站的影响，以支持控制电站状态，缓解严重事故后果。

参考文献：

[1] 山东海阳核电一期工程1&2号机组最终安全分析报告

[2] AP1000 Severe Accident Management Guidelines,

[3]日本福岛核电站事故情况通报（2011年04月-12月）